JP6368513B2 - 原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法 - Google Patents

Description

本発明は原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法に係り、特に、原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶという）内から燃料デブリを取出す際の作業者の安全性を改善した原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法に関する。

一般に、原子力プラント、特に沸騰水型原子力プラントにおいては、非常時においても常にＲＰＶ内の炉心の冷却がされるように、多重の緊急冷却設備が設けられ、炉心溶融事故を防ぐように対策が講じられている。しかし、極めて少ない確率ではあるが、過酷事故により緊急冷却設備の機能が喪失し炉心溶融に至る場合が想定される。

このような場合には、既存の原子炉建屋に設置してある燃料搬出機器の使用が出来ない場合が考えられ、通常の燃料搬出作業が実施できない場合が想定され、炉心溶融により発生した燃料デブリをＲＰＶ内から取出すことが難しいものとなる。

特許文献１には、沸騰水型原子炉に過酷事故が発生した後でも炉心燃料を容易に取り出すことのできる原子炉内燃料取出し方法が記載されている。この特許文献１では、沸騰水型原子炉が設けられた既設の原子炉建屋を囲むように仮設建屋を設置して、この仮設建屋に吊上げ装置を取り付け、この吊上げ装置を用いて沸騰水型原子炉内の炉心燃料に対して上方に設置された複数の炉内構造物を順次取り外した後に、更に、この吊上げ装置を用いて炉心燃料を取り出す原子炉内燃料取出し方法が記載されている。

特開２０１３−１５６１３３号公報

しかしながら、上述した炉心溶融により発生した燃料デブリは、高放射化された燃料と炉内構造物等が溶融硬化したものであり、その搬出には、放射線対策、発生した二次生成物の汚染拡大防止等を考慮することが重要であり、万が一の燃料デブリの拡散は作業被ばくや周辺区域への汚染拡大につながる。

一方、特許文献１に記載の方法においては、原子炉格納容器の上蓋を取り外す前に、原子炉ウェル内の水張りを行なうことが記載されているが、原子炉ウェルが必ずしも水張りすることができない可能性もあり、ＲＰＶ内から燃料デブリを取出す際の作業者の安全性の改善の余地がある。また、発生した二次生成物の汚染拡大防止についての記載は無く、この点に関しても更に改善の余地がある。

本発明は上述の点に鑑みなされたもので、その目的とするところは、原子炉圧力容器内から燃料デブリを取出す等の各種作業を行う際の放射線による周囲への影響を抑制し、作業者の作業環境を良好にする原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法を提供することにある。

本発明の原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法は、上記目的を達成するために、原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法であって、少なくともプラグ取付装置又はデブリ取出し装置が設置できる共用装置を原子炉圧力容器内に挿入して前記共用装置と前記原子炉圧力容器の内壁間を外周シールでシールし、前記共用装置の上方に水を張ることを特徴とする。

本発明によれば、原子炉圧力容器内から燃料デブリを取出す等の各種作業を行う際の放射線による周囲への影響を抑制し、作業者の作業環境を良好にすることが可能となる。

本発明の原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法の実施例１が適用される沸騰水型原子力プラントの概略構成を示す図である。 図１の沸騰水型原子力プラントのＲＰＶ内の構造物及びノズルの配置を示す図である。 本発明の原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法の作業フローチャートの一例である。 図１の沸騰水型原子力プラントのＲＰＶ内、デブリ取出し装置が設置された共用装置を挿入し上部格子板を切断解体する状態を示す図である。 図１の沸騰水型原子力プラントのＲＰＶ内に、プラグ取付装置が設置された共用装置を挿入した状態を示す図である。 図５の実施例１におけるプラグ取付装置の詳細を示す図である。 本発明の原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法の実施例１を示し、共用装置をプラグ取付箇所まで搬入した状態を示す図である。 図７の状態からプラグ取付装置を共用装置内へ搬入した状態を示す図である。 図８の状態からプラグ取付装置を副旋回テーブルシールへ挿入した状態を示す図である。 図９の状態から遮へいポートを開状態にした状態を示す図である。 図１０の状態からプラグ取付装置を副旋回テーブルへ着座した状態を示す図である。 図１１の状態から主旋回テーブルを旋回してプラグ取付の位置決めを行う状態を示す図である。 図１２の状態から副旋回テーブルを旋回してプラグ取付装置の位置決めを行う状態を示す図である。 図１３の状態からプラグ受取りの状態を示す図である。 図１４の状態から昇降機構によるＲＰＶ内へプラグを搬入する状態を示す図である。 図１５の状態から旋回機構による姿勢の変更状態を示す図である。 図１６の状態から回転機構による１８０°旋回した状態を示す図である。 図１７の状態からプラグ押付機構によるプラグ取付状態を示す図である。 プラグでノズル部を塞いだ後、プラグ取付装置の各動作機構をプラグ取付装置内へ戻した状態を示す図である。 図１９の状態からプラグ取付装置を上昇した状態を示す図である。 図２０の状態から遮へいポートを閉状態にした状態を示す図である。 図２１の状態からプラグ取付装置を共用装置から搬出した状態を示す図である。 本発明の原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法の実施例２が適用される沸騰水型原子力プラントのＲＰＶ内に、プラグ取付装置が設置された共用装置を挿入した状態を示す図である。 図２３の実施例２におけるプラグ取付装置の詳細を示す図である。 本発明の原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法の実施例２を示し、共用装置をプラグ取付箇所まで搬入した状態を示す図である。 図２５の状態からプラグ取付装置を共用装置内へ搬入した状態を示す図である。 図２６の状態からプラグ取付装置を副旋回テーブルシールへ挿入した状態を示す図である。 図２７の状態から遮へいポートを開状態にした状態を示す図である。 図２８の状態からプラグ取付装置を副旋回テーブルへ着座した状態を示す図である。 図２９の状態から主旋回テーブルを旋回してプラグ取付の位置決めを行う状態を示す図である。 図３０の状態からプラグ押付機構によるプラグ取付状態を示す図である。 プラグでノズル部を塞いだ後、プラグ把持機構及びプラグ押付機構をプラグ取付装置内へ戻した状態を示す図である。 図３２の状態からプラグ取付装置を上昇した状態を示す図である。 図３３の状態から遮へいポートを閉状態にした状態を示す図である。 図３４の状態からプラグ取付装置を共用装置から搬出した状態を示す図である。

以下、図示した実施例に基づいて本発明の原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法を説明する。なお、各図において、同一構成部品には同符号を使用する。

沸騰水型原子力プラントに適用した本発明の原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法の実施例１について図１から図２２を用いて説明する。

まず、本実施例の沸騰水型原子力プラントの概略構造を、図１を用いて説明する。該図に示す如く、沸騰水型原子力プラント１は、原子炉２及び原子炉格納容器（以下、ＰＣＶという）３を備えている。ＰＣＶ３は、原子炉建屋４内に設置されて、上端部に上蓋５が取り付けられて密封されている。ＰＣＶ３は、内部に形成されたドライウェル６及び冷却水が充填された圧力抑制プールが内部に形成された圧力抑制室７を有する。ドライウェル６に連絡されるベント通路８の一端が、圧力抑制室７内の圧力抑制プールの冷却水中に浸漬されている。ＰＣＶ３の上蓋５の真上に複数に分割された放射線遮へい体であるシールドプラグ９が配置され、これらのシールドプラグ９が、原子炉建屋４の運転床（以下、オペフロ２９という）に設置されている。

原子炉２は、上蓋１０が取り付けられて構成される原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶという）１１、核燃料物質を含む複数の燃料集合体が装荷された炉心１２、蒸気乾燥器１３及び気水分離器１４を備えている。炉心１２、気水分離器１４及び蒸気乾燥器１３は、ＲＰＶ１１内に配置されている。

図２を用いて原子炉２の詳細を説明する。図２は蒸気乾燥器１３及び気水分離器１４を取外した状態を示す。

該図に示す如く、ＲＰＶ１１内に設置された炉心シュラウド１５が、炉心１２を取り囲んでいる。炉心１２内に装荷された各燃料集合体１６は、下端部が炉心支持板１７によって支持され、上端部が上部格子板１８によって保持される。気水分離器１４は、炉心１２の上端部に位置する上部格子板１８よりも上方に配置され、蒸気乾燥器１３が気水分離器１４の上方に配置されている。

複数の制御棒案内管１９が炉心１２の下方に配置され、複数の制御棒案内管１９を含むサポートシリンダが形成されている。炉心１２内の燃料集合体１６間に出し入れされて原子炉出力を制御する制御棒（図示せず）が、各制御棒案内管１９内に配置されている。複数の制御棒駆動機構ハウジング２１が、ＲＰＶ１１の下鏡２２に取り付けられている。制御棒駆動機構（図示せず）が、それぞれの制御棒駆動機構ハウジング２１内に設置され、制御棒案内管１９内の制御棒と連結されている。また、サポートシリンダの外周にはジェットポンプ５７が円周上に複数配置されている。

ＲＰＶ１１は、その内壁面から多数のノズル配管が接続されている。ＲＰＶ１１の上方から一例として、主蒸気用ノズル４１Ｃ、非常用復水器ノズル４１Ｄ、給水ノズル４１Ｆ、ＣＳノズル４１Ｇ、再循環入口ノズル４１Ｂ、再循環出口ノズル４１Ａ、計測ノズル４１Ｅ等が異なる高さレベルにあり、かつ、各ノズル４１Ａ−４１Ｇは、ＲＰＶ１１の円周上に複数存在する。

また、ＲＰＶ１１は、ＰＣＶ３内の底部に設けられたコンクリートマット２３上に設けられた筒状のペデスタル２４上に据え付けられている。筒状のγ線遮蔽体２５が、ペデスタル２４の上端に設置され、ＲＰＶ１１を取り囲んでいる。

原子炉建屋４には、原子炉ウェルを挟み込むように、ドライヤ・セパレータプール（以下、ＤＳＰという）２６及び使用済みの燃料を一時的に保管する使用済燃料貯蔵プール（以下、ＳＦＰという）２７が設けられている。ＤＳＰ２６は、定期検査時に蒸気乾燥器１３や気水分離器１４といった炉内構造物を仮置きする場所として使われる。

次に、沸騰水型原子力プラント１において、炉心溶融が生じた場合に発生する燃料デブリ２８の形態の概要について説明する。

例えば、沸騰水型原子力プラント１において、冷却設備の機能が喪失しＲＰＶ１１内に冷却水が注入されない場合は、核燃料の崩壊熱により、燃料集合体１６内の燃料ペレット及び被覆管等が溶融する。この場合、溶融した核燃料はもともと存在していた位置、ＲＰＶ１１の炉底部、又はＰＣＶ３の底部であるコンクリートマット２３上に存在すると推定される。本実施例の原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法は、このような状態の燃料デブリ２８を搬出する際等に適用される。

本実施例の原子炉圧力容器内水張り工法の手順について、図３及び図４を用いて説明する。

本実施例では、ＲＰＶ１１に後述するプラグ取付装置３８又はデブリ取出し装置５８（図４参照）が設置できる共用装置３９をＲＰＶ１１内に挿入し、共用装置３９の外周に有する上部外周シール３０Ａ及び下部外周シール３０ＢによりＲＰＶ１１の内壁面との隙間をシールすることで、シール面から上方に水張りが可能となる。本工法は、燃料デブリ２８の取出しを主体とした炉内構造物の切断解体作業において、共用装置３９の上方に水張りして遮へい水深を確保した状態で作業を行うことで、オペフロ２９における線量当量率の低減、及び切断解体時に発生するダストの拡散防止を図ることを目的とする。その際、ＲＰＶ１１の内壁面の各高さレベルには、上述した各種ノズル４１Ａ−４１Ｇが存在し、水張りを阻害する。そのため炉内構造物を順次上からデブリ取出し装置５８により取り出しながら、共用装置３９を下降し、該当高さレベルのノズルをプラグ取付装置３８によりプラグで閉止して注水を繰り返す手順となる。

図３に、作業フローの一例を示す。

該図に示す本実施例の作業フローは、最初に共用装置３９をＲＰＶ１１内に吊り降ろし（ステップ５９Ａ）、主蒸気用ノズル４１Ｃの近傍位置に設置する。プラグ取付装置３８にて主蒸気用ノズル４１Ｃにプラグを取付け後（ステップ５９Ｂ）に、下方に移動し、非常用復水器ノズル４１Ｄに同様にプラグを取り付ける（ステップ５９Ｂ）。次に共用装置３９を下降（ステップ５９Ｃ）し、しかるべき位置で共用装置３９の上部外周シール３０Ａから上に注水し、水張りを行う（ステップ５９Ｄ）。プラグ取付装置３８をデブリ取出し装置５８に交換（ステップ５９Ｅ）し、近傍の構造物である給水スパージャ５５及びＣＳ配管５６を切断解体して撤去後（ステップ５９Ｆ）、再度プラグ取付装置３８に交換し（ステップ５９Ｇ）、給水ノズル４１Ｆ、ＣＳノズル４１Ｇをプラグで閉止する（ステップ５９Ｈ）。次に、再度デブリ取出し装置５８に交換し（ステップ５９Ｉ）、共通装置３９を下降して（ステップ５９Ｊ）上部格子板１８の取り出し（切断解体）（ステップ５９Ｋ）を実施する。以下、同様のノズルプラグ閉止、注水、構造物を含めたデブリ取出しを順次繰り返して実施する。

図４に、上部格子板１８の取外しの状態図を示す。

該図に示す如く、ＲＰＶ１１内に設置した共用装置３９には、上部外周シール３０Ａから上方に注水により水が張られている。外周シールは上部外周シール３０Ａと下部外周シール３０Ｂの上下２箇所に有しており、これは順次デブリ取出しの進捗により共用装置３９をＲＰＶ１１の内壁面を水張り状態で下降させるため、そのときに水のリークによる急激な水位低下を防止するため２重のシール構造としている。共用装置３９の内側には、デブリ取出し装置５８が配置されている。デブリ取出し装置５８は、アブレッシブウオータージェット又はファイバーレーザ等の切断機能を有し、上部格子板１８の切断解体を行う。

次に図５乃至図３５を用いてプラグ取付け装置及びその手順を説明する。

図５に、プラグ取付装置３８が設置された共用装置３９をＲＰＶ１１内に挿入した状態を示し、図６に、そのプラグ取付装置３８の詳細を示す。該図に示す本実施例は、プラグ取付装置３８内に同一高さレベルにある複数のノズルに対してプラグ４５を準備しておき、一度のプラグ取付装置３８のセットにて対象箇所のノズル部、例えば給水ノズル４１Ｆ（円周上４箇所）を全て塞ぐ（閉止）ものである。

図５に示す如く、複数のノズル部４１Ａ−４１Ｇを有するＲＰＶ１１内に、プラグ取付装置３８が設置された共用装置３９が昇降装置４２により降下されて挿入される。その際、共用装置３９とＲＰＶ１１の内壁間は、上部外周シール３０Ａ及び下部外周シール３０Ｂでシールされている。また、共用装置３９は、主旋回テーブル３１と副旋回テーブル３３を有し、それぞれは主旋回テーブルシール３２及び副旋回テーブルシール３４を介してプラグ取付装置３８に対してシールされており、主旋回テーブル３１と副旋回テーブル３３を操作し、プラグ４５を設置する位置を決めるものである。なお、４３は、ケーブル・ホース送り機構である。

一方、プラグ取付装置３８は、図６に示す如く、容器５４と、この容器５４内に配置された複数のプラグ４５を収納しているプラグボックス４６と、プラグボックス４６の下部に設置されているプラグ取出機構４７と、プラグ把持機構５０を先端に有するプラグ押付機構５１と、プラグ把持機構５０とプラグ押付機構５１の姿勢を変更する旋回機構４９と、プラグ把持機構５０とプラグ押付機構５１を回転させる回転機構４８と、プラグ把持機構５０とプラグ押付機構５１を昇降させる昇降装置５２とから概略構成されている。

そして、プラグボックス４６の下部に設置されていうプラグ取出機構４７でプラグ４５の落下を防止し、更に、プラグ押付機構５１をプラグボックス４６内に挿入し、プラグ把持機構５０にてプラグ４５を掴み、プラグ取出機構４７の落下防止を解除するようになっている。また、詳細説明は後述するが、プラグボックス４６内からプラグ４５を取出した後、プラグ取付装置３８の昇降装置５２にて下降させてプラグ４５をＲＰＶ１１内へ搬出し、ＲＰＶ１１内へ搬出したプラグ４５を、ノズル部４１Ａ−４１Ｇへ押込むために、旋回機構４９及び回転機構４８を用いて姿勢変更する。姿勢変更されたプラグ４５を、プラグ押付機構５１を用いてノズル部４１Ａ−４１Ｇへ挿入し、ノズル部４１Ａ−４１Ｇを塞ぐものである。

次に、本発明の原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法の実施例１におけるプラグ取付け作業に関するステップを、図７−図２２を用いて説明する。

該図に示す本実施例の原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法は、特に図示しないが、炉心１２の上部に設けられている構造物（シールドプラグ９、上蓋５及び１０、蒸気乾燥器１３、気水分離器１４、上部格子板１８、炉心シュラウド１５等）を搬出するステップと、プラグ取付装置３８又はデブリ取出し装置５８が設置できる共用装置３９をＲＰＶ１１内のプラグ取付箇所まで搬入し、両者（共用装置３９とＲＰＶ１１の内壁）間を上部外周シール３０Ａ及び下部外周シール３０Ｂでシールするステップ（図７参照）と、共用装置３９内へプラグ取付装置３８を搬入するステップ（図８参照）と、プラグ取付装置３８を副旋回テーブルシール３４へ挿入するステップ（図９参照）と、遮へいポート３５を開状態とするステップ（図１０参照）と、共用装置３９内に搬入されたプラグ取付装置３８を共用装置３９の副旋回テーブル３３へ着座するステップ（図１１参照）と、副旋回テーブル３３へ着座したプラグ取付装置３８を主旋回テーブル３１を旋回してプラグ取付装置３８の位置決めを行うステップ（図１２参照）と、副旋回テーブル３３を旋回してプラグ取付装置３８の位置決めを行うステップ（図１３参照）と、主旋回テーブル３１と副旋回テーブル３３を旋回して位置決めされたプラグ取付装置３８のプラグ把持機構５０でプラグボックス４６内の１個のプラグ４５を受取るステップ（図１４参照）と、プラグ取付装置３８の昇降装置５２によるＲＰＶ１１内へプラグ４５を搬入するステップ（図１５参照）と、プラグ把持機構５０で受取ったプラグ４５をプラグ取付装置３８の旋回機構４９により再循環出口ノズル４１Ａと同等の位置に姿勢変更するステップ（図１６参照）と、姿勢変更されたプラグ４５をプラグ取付装置３８の回転機構４８を用いて再循環出口ノズル４１Ａの方向に向きを変えるために１８０°旋回するステップ（図１７参照）と、再循環出口ノズル４１Ａの方向に向きを変えたプラグ４５をプラグ取付装置３８のプラグ押付機構５１を用いて再循環出口ノズル４１Ａに押付け、再循環出口ノズル４１Ａを塞ぐステップ（図１８参照）とからなる。なお、他のノズル部４１Ｂ−４１Ｇも上記ステップと同様の手順にてノズルの閉止を可能とする。

プラグ取付装置３８の搬出は、次のようにして行う。即ち、プラグ把持機構５０によるプラグ４５の把持を解除すると共に、プラグ取付装置３８のプラグ把持機構５０、旋回機構４９、回転機構４８及びプラグ押付機構５１をプラグ取付装置３８内に戻し（図１９参照）、その後に、プラグ取付装置３８の昇降装置５２を用いてプラグ取付装置３８を上昇（図２０参照）させ、遮へいポート３５を閉状態にし（図２１参照）、共用装置３９からプラグ取付装置３８を搬出する（図２２参照）。

プラグ取付装置３８が搬出されたら、次の作業であるＲＰＶ１１内のデブリを取出すためのデブリ取出し装置５８と交換し、その後、共用装置３９の上方に水を張り、デブリ取出し装置５８による燃料デブリ２８の取出しが行われるものである。

このような本実施例の原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法とすることにより、ＲＰＶ１１内から燃料デブリ２８を取出す等の各種作業を行う際に、共用装置３９の上方に水が張られていることにから、オペフロ２９上での放射線による周囲への影響を抑制して作業者の作業環境を良好にすると共に、切断解体等で発生するダストの拡散も防止することが可能となり、更には、原子炉建屋４内の遮へい体の削減も可能となり、原子炉建屋４に加わる荷重の軽量化が図れる効果もある。

図２３−３５に、本発明の原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法のプラグ取付け作業の実施例２を示す。図２３は、プラグ取付装置３８Ａが設置された共用装置３９をＲＰＶ１１内に挿入した状態を、図２４は、そのプラグ取付装置３８Ａの詳細を、原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法のプラグ取付け作業の実施例２のステップを図２５−図３５にそれぞれ示す。該図に示す本実施例は、プラグ４５を一度に設置するノズル部の数は１個とし、その都度、プラグ取付装置３８Ａを交換するものである。

図２３に示す如く、上述した複数のノズル部４１Ａ−４１Ｇを有するＲＰＶ１１内に、プラグ取付装置３８Ａが設置された共用装置３９が昇降機構４２により降下されて挿入される。その際、共用装置３９とＲＰＶ１１の内壁間は、上部外周シール３０Ａ及び下部外周シール３０Ｂでシールされている。また、共用装置３９は、主旋回テーブル３１と副旋回テーブル３３を有し、それぞれは主旋回テーブルシール３２及び副旋回テーブルシール３４を介してプラグ取付装置３８Ａに対してシールされており、主旋回テーブル３１と副旋回テーブル３３を操作し、プラグ４５を設置する位置を決めるものである。なお、４３は、ケーブル・ホース送り機構である。

一方、プラグ取付装置３８Ａは、図２４に示す如く、容器５４と、この容器５４内に配置された１個のプラグ４５を把持するプラグ把持機構５０を先端に有するプラグ押付機構５１とから概略構成されている。

そして、主旋回テーブル３１と副旋回テーブル３３を操作し、プラグ４５を設置する位置を決め、プラグ押付機構５１を用いてプラグ４５を各ノズル部４１Ａ−４１Ｇへ挿入し、それぞれのノズル部４１Ａ−４１Ｇを塞ぐものである。

次に、本発明の原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法の実施例２におけるプラグ取付け作業のステップを、図２５−図３５を用いて説明する。

該図に示す本実施例の原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法は、特に図示しないが、炉心１２の上部に設けられている構造物（シールドプラグ９、上蓋５及び１０、蒸気乾燥器１３、気水分離器１４、上部格子板１８、炉心シュラウド１５等）を搬出するステップと、プラグ取付装置３８Ａ又はデブリ取出し装置（図示せず）が設置できる共用装置３９をＲＰＶ１１内のプラグ取付箇所まで搬入し、両者（共用装置３９とＲＰＶ１１の内壁）間を上部外周シール３０Ａ及び下部外周シール３０Ｂでシールするステップ（図２５参照）と、プラグ取付装置３８Ａのプラグ把持機構５０で１つのプラグ４５を把持しているプラグ取付装置３８Ａを共用装置３９内へ搬入するステップ（図２６参照）と、プラグ取付装置３８Ａを副旋回テーブルシール３４へ挿入するステップ（図２７参照）と、遮へいポート３５を開状態とするステップ（図２８参照）と、共用装置３９内に搬入されたプラグ取付装置３８Ａを共用装置３９の副旋回テーブル３３へ着座するステップ（図２９参照）と、副旋回テーブル３３へ着座したプラグ取付装置３８Ａを主旋回テーブル３１を旋回してプラグ取付装置３８Ａの位置決めを行うステップ（図３０参照）と、位置決めされたプラグ把持機構５０で把持されている１つのプラグ４５を、プラグ取付装置３８Ａのプラグ押付機構５１を用いて再循環出口ノズル４１Ａに押付け塞ぐステップ（図３１参照）とからなる。そして、プラグ取付装置３８Ａを次のプラグ取付装置３８Ａと交換し、交換したプラグ取付装置３８Ａのプラグ押付機構５１を用いて再循環入口ノズル４１Ｂに押付けて塞ぐ。同一円周上にある残りのノズル部は、本手順と同手順を繰り返し行い、共用装置３９の上方に水を張るものである。

１つの再循環出口ノズル４１Ａをプラグ４５で塞いだ後のプラグ取付装置３８Ａの搬出は、次のようにして行う（他のノズル部４１Ｂ−４１Ｇをプラグ４５で塞いだ後も同様である）。即ち、１つのプラグ４５で再循環出口ノズル４１Ａを塞いだ後にプラグ把持機構５０によるプラグ４５の把持を解除し、プラグ取付装置３８Ａのプラグ把持機構５０及びプラグ押付機構５１をプラグ取付装置３８Ａ内に戻し（図３２参照）、その後、共用装置３９の昇降機構４２を用いてプラグ取付装置３８Ａを上昇（図３３参照）させ、遮へいポート３５を閉状態にし（図３４参照）、共用装置３９からプラグ取付装置３８Ａを搬出する（図３５参照）。これをノズル部の数だけ繰り返し行った後に、デブリ取出し装置と交換し、その後、共用装置３９の上方に水を張り、デブリ取出し装置５８による燃料デブリ２８の取出しが行われるものである。

このような本実施例の原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法とすることにより、実施例１と同様な効果を得ることができる。

なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。

１…沸騰水型原子力プラント、２…原子炉、３…原子炉格納容器（ＰＣＶ）、４…原子炉建屋、５、１０…上蓋、６…ドライウェル、７…圧力抑制室、８…ベント通路、９…シールドプラグ、１１…原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、１２…炉心、１３…蒸気乾燥器、１４…気水分離器、１５…炉心シュラウド、１６…燃料集合体、１７…炉心支持板、１８…上部格子板、１９…制御棒案内管、２１…制御棒駆動機構ハウジング、２２…下鏡、２３…コンクリートマット、２４…ペデスタル、２５…γ線遮蔽体、２６…ドライヤ・セパレータプール（ＤＳＰ）、２７…使用済燃料貯蔵プール（ＳＦＰ）、２８…燃料デブリ、２９…オペフロ、３０Ａ…上部外周シール、３０Ｂ…下部外周シール、３１…主旋回テーブル、３２…主旋回テーブルシール、３３…副旋回テーブル、３４…副旋回テーブルシール、３５…遮へいポート、３８、３８Ａ…プラグ取付装置、３９…共用装置、４１Ａ…再循環出口ノズル、４１Ｂ…再循環入口ノズル、４１Ｃ…主蒸気用ノズル、４１Ｄ…非常用復水器ノズル、４１Ｅ…計測ノズル、４１Ｆ…給水ノズル、４１Ｇ…ＣＳノズル、４２…共用装置の昇降機構、４３…ケーブル・ホース送り機構、４５…プラグ、４６…プラグボックス、４７…プラグ取出機構、４８…回転機構、４９…旋回機構、５０…プラグ把持機構、５１…プラグ押付機構、５２…プラグ取付装置の昇降装置、５４…容器、５５…給水スパージャ、５６…ＣＳ配管、５７…ジェットポンプ、５８…デブリ取出し装置。

Claims (6)

1. 原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法であって、
   少なくともプラグ取付装置又はデブリ取出し装置が設置できる共用装置を原子炉圧力容器内に挿入して前記共用装置と前記原子炉圧力容器の内壁間を外周シールでシールし、前記共用装置の上方に水を張ることを特徴とする原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法。
2. 請求項１に記載の原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法において、
   前記原子炉圧力容器内の構造物搬出に伴ない前記原子炉圧力容器内のノズルの高さ位置が水張り位置に相当する場合に、プラグ取付け装置を用いて前記原子炉圧力容器のノズル部をあらかじめプラグで塞ぎ、しかる後に、前記共用装置の上方に水を張ることを特徴とする原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法。
3. 請求項２に記載の原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法において、
   前記原子炉圧力容器内水張り工法は、炉心の上部に設けられている構造物を搬出するステップと、前記プラグ取付装置又は前記デブリ取出し装置が設置できる前記共用装置を前記原子炉圧力容器内のプラグ取付箇所まで搬入して両者間をシールするステップと、前記共用装置内へ前記プラグ取付装置を搬入するステップと、前記共用装置内に搬入された前記プラグ取付装置を前記共用装置の副旋回テーブルへ着座するステップと、前記副旋回テーブルへ着座した前記プラグ取付装置を主旋回テーブルを旋回して前記プラグ取付装置の位置決めを行い前記プラグ取付装置のプラグ把持機構でプラグを受取るステップと、前記プラグ把持機構で受取った前記プラグを前記プラグ取付装置の旋回機構により前記ノズル部と同等の位置に姿勢変更するステップと、姿勢変更された前記プラグを前記プラグ取付装置の回転機構を用いて前記ノズル部の方向に向きを変えるステップと、前記ノズル部の方向に向きを変えた前記プラグを前記プラグ取付装置のプラグ押付機構を用いて前記ノズル部に押付け該ノズル部を塞ぐステップと、前記ノズル部を前記プラグで塞いだ後、前記共用装置の上方に水を張るステップとからなることを特徴とする原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法。
4. 請求項３に記載の原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法において、
   前記プラグで前記ノズル部を塞いだ後に前記プラグ把持機構による前記プラグの把持を解除すると共に、前記プラグ取付装置の前記プラグ把持機構、前記旋回機構、前記回転機構及び前記プラグ押付機構を前記プラグ取付装置内に戻した後に、前記プラグ取付装置の昇降機構を用いて前記プラグ取付装置を上昇させて前記共用装置から前記プラグ取付装置を搬出して前記デブリ取出し装置と交換し、その後、前記共用装置の上方に水を張ることを特徴とする原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法。
5. 請求項２に記載の原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法において、
   前記原子炉圧力容器内水張り工法は、炉心の上部に設けられている構造物を搬出するステップと、前記プラグ取付装置又は前記デブリ取出し装置が設置できる前記共用装置を前記原子炉圧力容器内のプラグ取付箇所まで搬入して両者間をシールするステップと、前記プラグ取付装置のプラグ把持機構で１つの前記プラグを把持している前記プラグ取付装置を前記共用装置内へ搬入するステップと、前記共用装置内に搬入された前記プラグ取付装置を前記共用装置の副旋回テーブルへ着座するステップと、前記副旋回テーブルへ着座した前記プラグ取付装置を主旋回テーブルを旋回して前記プラグ取付装置の位置決めを行うステップと、位置決めされた前記プラグ把持機構で把持されている１つの前記プラグを、前記プラグ取付装置のプラグ押付機構を用いて前記ノズル部に押付け塞ぐステップと、前記プラグ取付装置を次のプラグ取付装置と交換し、交換した前記プラグ取付装置のプラグ押付機構を用いて前記ノズル部に押付け塞ぐステップを前記ノズル部の数だけ繰り返し行うステップと、全ての前記ノズル部を前記プラグで塞いだ後、前記共用装置の上方に水を張るステップとからなることを特徴とする原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法。
6. 請求項５に記載の原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法において、
   １つの前記プラグで前記ノズル部を塞いだ後に前記プラグ把持機構による前記プラグの把持を解除し、前記プラグ取付装置の前記プラグ把持機構及び前記プラグ押付機構を前記プラグ取付装置内に戻した後、前記共用装置の昇降機構を用いて前記プラグ取付装置を上昇させて前記共用装置から前記プラグ取付装置を搬出し、これを前記ノズル部の数だけ繰り返した後に、前記デブリ取出し装置と交換し、その後、前記共用装置の上方に水を張ることを特徴とする原子力プラントにおける原子炉圧力容器内水張り工法。

Images